Upgrade of the transport monitoring system of nuclear materials

湯浅 亙; 内田 伸一; 林 昭彦; 井野瀬 晶一; 大内 祐一朗

Proceedings of INMM 52nd Annual Meeting (CD-ROM), 6 Pages, 2011/07

日本原子力研究開発機構(JAEA)は、防護区分Iに相当する核物質輸送に適用可能な輸送隊の位置等をリアルタイムで監視する輸送監視システム(TMS)を開発した。本システムは、2005年(平成17年)からMOX燃料の陸上輸送に適用されている。JAEAは、これまでの運用経験から得られた幾つかの課題を解決するとともに、さらなる機能向上を目指して、次に示すような高度化を実施した。この高度化した輸送監視システムは、万一の輸送中の事故発生の際には、事故現場の詳細な画像情報を送信することも可能であり、輸送実施本部における的確な事故対応計画立案にも有効なシステムである。本稿では、輸送監視システムの特徴及び運用経験により得られた成果を紹介するものである。

グローブボックス等解体における切断・溶断作業の技術基準WG報告

浅妻 新一郎; 武田 伸荘; 大西 俊彦; 相馬 丞; 小野瀬 憲; 田島 松一; 岡田 尚

JNC TN8420 2004-001, 122 Pages, 2004/11

JNC-TN8420-2004-001.pdf:167.0MB

グローブボックス(GB)等の解体作業は、放射性物質による汚染拡大防止を図るため、主としてグリーンハウス等の汚染管理エリアの設置や作業員の汚染防護措置のためのエアラインスーツ着用を必要した作業である。グリーンハウスのテントシートやエアラインスーツ等は主として酢酸ビニールでできており、切断機器(溶断機器を含む)の取り扱いに際しては特に火災・損傷や負傷に対する注意が必要である。このため切断機器は一般の取り扱い方法に加え、使用環境・状況に応じた取り扱い方法及び安全対策を定め、それを遵守させる必要がある。本WGでは、東海・大洗事業所混成メンバによりGB等解体における安全な切断、溶断作業に係る作業管理要領を、これまで機構内各所で実施してきた安全対策も盛り込みながら検討・整備した。なお、本結果は東海事業所共通安全作業基準管理要領に反映している。

レーザ共鳴イオン化質量分析法による高速炉被覆管材料の炉内クリープ破断試料同定法の開発

伊藤 主税; 野瀬 正一; 原野 英樹; 有馬 聡宏*

JNC TN9400 2004-007, 44 Pages, 2004/01

JNC-TN9400-2004-007.pdf:1.56MB

燃料破損時のプラント運転における安全性と信頼性のさらなる向上を目的として、レーザ共鳴イオン化質量分析法(RIMS)を用いた高速炉用破損燃料位置検出システムの開発を進めている。これまでに、天然組成の極微量のXeおよびKrガスを含むArガスを用いてシステムの性能を評価し、定量下限がXe原子1核種あたり2.2ppt,Krについては100pptと超高感度を有することを確認した。本研究では、照射技術への応用として、高速炉燃料被覆管材料の炉内クリープ強度特性を評価するための炉内照射クリープ試験に本システムを用い、その適用性を評価した。炉内照射クリープ試験は、「常陽」MK-II炉心第29サイクルから第32サイクルにおいて、照射試料毎に同位体組成比を変えたXe、Krの混合ガス(タグガス)を封入した照射試料を温度制御型材料照射装置(MARICO)にて炉内照射し、破断に至るまでの時間を測定した。照射試料の破断により放出したタグガスは炉内カバーガス空間に移行し、Krの核種濃度で3150ppbに希釈される。試料破断後、カバーガスをサンプリングして破断により放出されたタグガスをRIMS装置にて分析した。照射試料に封入したタグガス組成を基に、カバーガス中に放出されたタグガスの同位体組成を計算し、分析結果と比較して、放出されたタグガスの種類を推定した。その結果、試料破断により放出されたタグガスを1種類に絞り込むことができ、内圧を変化させて設定した試料ごとの目標破断時間と組み合わせることにより、破断試料を1つに絞り込むことができた。この結果は、試料破断時に試料から放出される気泡の通過に伴う熱電対の温度信号の揺らぎを検出する方法による同定結果と一致し、また、温度信号の揺らぎが検出できなかったケースについても、RIMSにより破断した試料の種類を同定できた。これらより、RIMS装置を用いてカバーガス中に含まれる極微量のタグガスを分析することにより、炉内照射クリープ試験における破断試料の同定手段に適用できる見通しを得た。

レーザ共鳴イオン化質量分析法を用いた高速炉の燃料破損検出法に関する基礎研究

井口 哲夫; 渡辺 賢一*; 荻田 利幸*; 野瀬 正一; 原野 英樹; 伊藤 和寛

サイクル機構技報, (9), p.79 - 88, 2000/12

https://rdreview.jaea.go.jp/gihou/pdf2/5919.pdf

レーザー共鳴イオン化分光法は、近年、超高感度の微量元素分析や効率的な同位体分離などの先端技術として脚光を浴びており、レーザー性能の向上相まって、さらに広範な工学応用への展開が見込まれている。本研究は、このレーザー共鳴イオン化分光と質量分析計からなる RIMS(Resonance Ionization Mass Spectrometry)を活用し、従来のXe,KrなどのFPガスモニタリングによる破損燃料検出及び位置決め法(Failed Fuel Detection and Location:FFDL)の高精度化及び高性能化とともに、技術革新の可能性を検討するものである。東京大学工学系研究科原子力工学研究施設に設置された高速中性子科学研究設備(共同利用設備)のレーザー共鳴イオン化質量分析システムを用い、Xe、Krの検出限界やS/N比などの基本性能を明らかにする基礎実験と倫理的評価とともに、高速実験炉「常陽」のカバーガス分析を対象とする実証試験を行った。その結果、本研究で提案

レーザ共鳴イオン化質量分析法(RIMS)を用いたNa冷却型高速炉用破損燃料位置検出システムの開発 -「常陽」RIMSシステムの設計 -

原野 英樹; 野瀬 正一; 伊藤 和寛

JNC TN9400 2000-076, 34 Pages, 2000/05

JNC-TN9400-2000-076.pdf:0.67MB

燃料破損を迅速に検知し(FFD:Fuel Failure Detection)、破損燃料集合体の正確な同定(FFDL:Failed Fuel Detection and Location)を行なうことは高速炉プラントの安全性や信頼性、更には稼働率の向上の観点から極めて重要である。このFFDLの高度化の為の方策として、カバーガスに含まれる極微量Kr、Xeの検出へのレーザ共鳴イオン化質量分析法(RIMS:Resonance Ionization Mass Spectrometry)の適用が提案され、東京大学原子力工学研究施設のRIMS装置を用いて行なった基礎検討により運転中の実時間モニタリングの可能性をも示唆する数々の優れた特性が報告されている。そうした状況を受け、現在、本方式をベースとしたレーザ法FFDLシステムを開発し、高速実験炉「常陽」への導入について検討を進めている。「常陽」に本システムを導入することで、安定同位体を含め高感度でカバーガス中のFPガスやタグガスの同位体分析が可能となり、これにより、例えば、照射試験として実施している被覆管材料の破断試験において、破断試料の特定をオンパワーで可能とでき、或いは、破損燃料集合体の同定において、FP核種の同位体組成比から破損燃料の燃焼度を推定するなどして事前の絞り込みが可能となるなど、照射技術の高度化や破損燃料同定までの大幅な時間短縮を望める。本報告書では、その出発点となる「常陽」用レーザ法FFDLシステムの基本設計結果について、東京大学原子力工学研究施設のRIMS装置を用いた基礎的検討結果と合わせて報告する。

Measurement and Analysis of Decay Heat of Fast Reactor Spent Fuel

青山 卓史; 鳥丸 忠彦; 野瀬 正一; 吉田 昌宏; 鈴木 惣十

Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7), 0 Pages, 1999/00

使用済燃料の崩壊熱の予測精度を向上させることは,燃料貯蔵・取扱設備や炉心冷却系の設計の観点から重要である。このため,「常陽」では,オンサイトで非破壊のまま使用済高速炉燃料の崩壊熱を測定する装置を開発し,これを用いて崩壊熱の実測データを蓄積してきた。今回データベース拡充のため,原子炉容器内で冷却することなく燃料を取出し,比較的冷却期間が短く崩壊熱の大きい使用済燃料の測定を行った。現在までに,集合体平均燃焼度約60GWd/tの使用済「常陽」Mk-II燃料集合体について,炉停止後約24258日における崩壊熱の減衰曲線を詳細に測定し,1.230.030.2610.019kWの実測の崩壊熱を得た。崩壊熱計算では,原研シグマ研究委員会で整備された崩壊・核分裂収率データやJENDL-3.2に基づく断面積を用いて測定集合体の照射履歴を模擬した燃焼計算を行い,崩壊熱や核種生成量を評価した結果,炉停止後24258日における崩

Development of nuclear power plant monitoring system with neural network using on-line PWR plant simulator

鍋島 邦彦; 鈴木 勝男; 野瀬 正一*; 工藤 和彦*

Monitoring and Diagnosis Systems to Improve Nuclear Power Plant Reliability and Safety, 0, p.17 - 26, 1996/00

本論文では、ニューラルネットワークを用いた原子力プラント監視システムを実証する。この監視システムの特長は、数学的表現なしに測定データのみで多出力系をモデル化できることである。原子炉の動特性モデルは、3層からなるオートアソシアティブネットワークで構築され、学習則にはバックプロバゲーションを採用した。この異常検知法は、測定されたプロセス信号とニューラルネットワークモデルの出力信号の偏差を監視するものである。定常運転時の機器故障によって引き起こされる4種類の異常事象を用いてニューラルネットワーク監視システムの性能を評価した。その結果、この監視システムが、従来の警報システムより早く微小な異常兆候を検知することが明らかになった。

照射済燃料・材料ホットラボを活用した若手人材育成制度,1; 制度基本概念構築と受入れ設備の整備

浅賀 健男; 逢坂 正彦; 堂野前 貴子; 市川 正一; 佐々木 新治; 石見 明洋; 井上 利彦; 関尾 佳弘; 三輪 周平; 大西 貴士; et al.

no journal, , 

照射燃料・材料ホットラボにおける実験を通じた原子力若手研究者・技術者育成のための制度構築を目指した取り組みの紹介として、制度基本概念と若手の受入れ設備整備状況を報告する。